摘要：为分析定位格架交混能力,进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中,系统压力为7.0~16.5 MPa,质量流速为900~4500 kg·m^(-2)·s^(-1),实验段进出口温差为30~128℃。实验结果表明,在压水堆运行参数范围内,对于相同定位格架结构形式,不同压力、进出口温差、质量流速等热工参数条件下棒束通道出口截面子通道最高温度和最低温度的差值与进出口温差的比值没有明显变化趋势;交混翼主导了定位格架的交混作用,II型交混翼带来较强的交混作用;对于D型定位格架,非对称的条带结构会导致流场整体出现一定的偏转,一定程度上降低了定位格架的交混作用。

摘要：Modelica是一种大型复杂系统建模的开源式面向对象语言,由瑞典的非盈利组织Modelica协会开发。本文对Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真进行了探索。基于压缩机、透平、回热器和冷却器等关键设备的机理关系式,开发了基于Modelica语言的超临界二氧化碳模型库,基于可视化界面拖拽式建模构建了单级回热循环系统仿真模型,基于Modelica语言构建的平台Mworks的求解器进行了稳态求解。通过与SCTRAN/CO_(2)计算结果对比,验证了Modelica模型的可靠性和Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真的可行性,分析了单级回热循环的瞬态特性。

摘要：反应堆严重事故发生后,气溶胶池式水洗现象常发生于抑压水池排放过程中,掌握此条件下的气溶胶水洗特性对于严重事故后的放射性评估具有重要意义。本文针对浸没射流条件下的气溶胶水洗效率开展了实验研究,探究了气溶胶直径、液池温度、淹没深度、喷放压力等参数对气溶胶水洗效率的影响。气体穿过破口或喷管以射流的形式向液相内喷放时,由于高速气流剪切作用而产生的夹带液滴会通过惯性效应将气溶胶大量滞留在液相中,喷放压力的增加会增强此效应,而淹没深度的增加也会提高滞留时间及气溶胶接触气液界面的概率。液池温度降低后由于温度梯度及蒸汽冷凝速率的增加,会使水洗效率得到进一步地提高,但热泳、扩散泳等热驱动效应与惯性、液位效应间的作用占比存在一定的制约,通过对现有相关实验进行总结,并基于主导的水洗机制拟合了预测浸没射流条件下水洗效率的经验关系式,可为相关实验及模型提供数据及理论支撑。

摘要：核热推进反应堆一般选用氢气做工质,通过堆芯燃料颗粒加热到高温,以实现较高的发动机推力和比冲。基于美国核热推进火箭发动机的典型堆芯设计方案,在高温气冷堆球床有效导热系数模型的基础上,对更小直径的燃料颗粒与更高温度的氢气工质组成的颗粒床混合介质进行了初步计算,获得了燃料种类、颗粒直径、孔隙率等关键参数对堆芯导热能力的影响规律。同时,考虑到燃料颗粒采用多种材料复合而成的包覆型结构,采用均匀化方法对不同材料的基础热物性进行了等效计算,从而为有效导热系数模型提供固体域平均导热参数。从计算结果来看,颗粒直径和孔隙率对有效导热系数的影响更大,特别是高温条件下辐射换热作用占主导,使得材料自身导热系数的贡献很小。

摘要：液态铅基冷却剂在非等温系统中长期运行时,容易在低温段、缓流区持续生成氧化物杂质,并进一步导致沉积结垢,造成传热恶化甚至堵塞流道。因此,亟待深入研发可在线净化非等温系统中沉积杂质的技术手段。文章通过净化对象分析,明确了常规运行工况中影响流动传热的主要干扰因素及特征,随后对液态铅基金属注氢净化杂质的工艺进行了介绍,结合注氢工艺现状及形式分析了工艺的核心要素,最后讨论了铅冷系统中杂质注氢净化策略的选择与挑战。

摘要：在核反应堆堆芯并联通道中,流动不稳定性会导致临界热流密度(CHF)明显下降或使堆芯燃料组件产生机械振荡,从而危及反应堆正常运行。为了解决该问题,在参考某高温高压汽水两相热工水力实验装置的基础上,基于NUMAP软件搭建了并联双通道系统模型进行流动不稳定性仿真研究。实验表明,当并联通道数分别为2、3、4时,通过仿真计算相同工况条件下并联多通道系统流动不稳定性边界,流动不稳定性边界计算误差不超过±5%,验证了存在多个并联加热通道时采用并联双通道结构即可获得其流动不稳定边界,证实了该软件对流动不稳定性现象的瞬态分析能力。

摘要：为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究,研究发现熔融池出现了明显的分层,一层为金属层,一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析,发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr,氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O,其他含量很少。

摘要：液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措施(顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水)下的干涸特性进行了研究,实验中发现:顶部淹没水池条件下,碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区,随后在碎片床中下部出现缺液干涸区;自然循环驱动底部注水条件下,极大改善了碎片床底部的缺液状态,干涸热流密度(DHF)提升2.5倍以上,干涸区域位于碎片床中上部;周向进水方式下,DHF也提升2.5倍以上。

摘要：为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性,开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础,应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程,采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对方程进行离散、求解。应用TUTU、COOLOCE、STYX实验结果,从两相流动及干涸热流密度(DHF)2个方面对模型进行验证,发现Hu&Theofanous模型和Reed模型对于粒径相对较大的碎片床的两相流动预测结果较好,而Lipinski模型对小颗粒碎片床的低压DHF的预测精度较高。利用程序对压水堆严重事故条件下熔融物碎片床的冷却能力进行预测,在1 MW/m3颗粒释热率、顶部水池淹没条件下,碎片床可被冷却高度为0.56 m;采用自然循环驱动底部注水冷却方式,碎片床可被冷却高度升至0.85 m。

摘要：超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展,着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务,以及未来超临界水冷堆的发展建议。